施 錦，薛山虎

（上海核工程研究設計院，上海 200233）

核電廠運行規(guī)程標準化開發(fā)的研究

施 錦，薛山虎

（上海核工程研究設計院，上海 200233）

由于運行規(guī)程文件體系的復雜性、運行規(guī)程對核電廠安全運行的重要性，為了充分保證運行規(guī)程的正確性和規(guī)范性，實現(xiàn)核電廠運行規(guī)程的標準化開發(fā)是十分必要的。本文基于規(guī)程體系和內(nèi)容結(jié)構(gòu)的分析，對CAP系列核電廠運行規(guī)程標準化開發(fā)的需求進行了分析，通過程序設計和代碼實現(xiàn)開發(fā)了規(guī)程標準化開發(fā)工具并建立了規(guī)程標準化開發(fā)平臺。規(guī)程開發(fā)人員能夠通過平臺應用使開發(fā)出的規(guī)程文件標準化、規(guī)程重要技術(shù)內(nèi)容信息化，并在后臺實現(xiàn)數(shù)據(jù)管理。實踐表明，運行規(guī)程標準化開發(fā)平臺能夠有效提高規(guī)程的質(zhì)量和開發(fā)效率，滿足核安全法規(guī)對運行限值和條件的跟蹤、配置管理要求，能夠從設計源頭降低主控室操縱員出現(xiàn)人因失誤的可能性，對保障核電廠的運行安全有重要意義。

規(guī)程；標準化；運行安全；平臺開發(fā)

核電廠運行規(guī)程是指導操縱員執(zhí)行運行操作的一系列指令集合，核安全法規(guī)要求操縱員必須嚴格遵守運行規(guī)程［1］。運行規(guī)程作為核電廠運行期間操縱員在主控室內(nèi)進行班組溝通的重要內(nèi)容，對核電廠的運行安全有重要影響［2］。實現(xiàn)運行規(guī)程的標準化是客觀上確保操縱員執(zhí)行標準、正確操作的前提。雖然計算機化規(guī)程系統(tǒng) （Computerized Procedures System，簡稱CPS）的開發(fā)可以解決操縱員基于文本操作規(guī)程容易出現(xiàn)忽略操作步驟、誤操作的問題，甚至可實現(xiàn)規(guī)程監(jiān)測和邏輯操作的自動執(zhí)行［3～5］。但計算機化規(guī)程系統(tǒng)的開發(fā)是基于紙質(zhì)規(guī)程文本和核電廠運行、控制、顯示的要求，它作為運行規(guī)程應用階段的數(shù)字化革新，并不能從根本上保證運行規(guī)程的正確性、易讀性和易執(zhí)行性。運行規(guī)程的質(zhì)量必須在規(guī)程開發(fā)階段得到充分保證，因此，通過對運行規(guī)程的開發(fā)方法進行研究，根據(jù)規(guī)程標準化開發(fā)的需求進行程序設計和工具開發(fā)，以獲得實現(xiàn)規(guī)程標準化開發(fā)的解決方案，這不僅對提升運行規(guī)程的開發(fā)技術(shù)有積極意義，對保障核電廠的運行安全也有著重要意義。

1　規(guī)程標準化開發(fā)的需求分析

為了緩解核電廠嚴重事故的嚴重事故管理導則，目前CAP系列核電廠運行規(guī)程按照使用條件和目的的不同，分為總體運行規(guī)程 （General Operating Procedure，簡稱GOP）、正常系統(tǒng)運行規(guī)程 （System Operating Procedure，簡稱SOP）、72小時后系統(tǒng)運行規(guī)程 （Procedure for Post 72-Hour Operations，簡稱72H）、報警響應規(guī)程 （A-larm Response Procedure，簡稱ARP）、異常運行規(guī)程 （AbnormalOperatingProcedure，簡 稱AOP）、應急運行規(guī)程 （Emergency Operating Procedure，簡稱EOP）和監(jiān)督試驗規(guī)程 （Surveillance Test Procedure，簡稱STP），其內(nèi)容和結(jié)構(gòu)層次模型如圖1所示［6］。

圖1　運行規(guī)程文件內(nèi)容和結(jié)構(gòu)層次模型Fig.1 Hierarchical model of contents and structure for operating procedures documents

如圖1所示，各類規(guī)程中都包含操作步驟內(nèi)容，操作步驟是各類規(guī)程的主要內(nèi)容。CAP系列核電廠運行規(guī)程的操作步驟包括操作動作、操作對象以及與操作動作或操作對象相關的必要信息，但不含操作原因說明。為了確保操縱員能夠快速執(zhí)行操作，減少主觀判斷分析所用的時間，操作步驟中的動作、對象必須描述準確、規(guī)范，并與具體設計、顯示信息一致。

核電廠系統(tǒng)繁多復雜，運行規(guī)程涉及各個系統(tǒng)的工藝、布置、設備、電氣、儀控、土建、暖通等多個專業(yè)。在規(guī)程開發(fā)的過程中，輸入信息的來源復雜，當專業(yè)間溝通不充分時非常容易出現(xiàn)規(guī)程引用的數(shù)據(jù)和信息表達不統(tǒng)一、數(shù)據(jù)不便于追溯甚至不準確的問題。為了使各專業(yè)組的規(guī)程開發(fā)人員能夠按照統(tǒng)一的標準進行規(guī)程開發(fā)，針對各類規(guī)程的特點分別開發(fā)了適用的管理規(guī)定。但規(guī)程開發(fā)過程相對獨立，管理程序無法保證全部規(guī)程在實際開發(fā)的過程中皆滿足相關要求，需要從開發(fā)的實際操作上進行約束以保證規(guī)程標準化。

核安全導則要求核電廠運行規(guī)程必須與國家核安全監(jiān)管部門批準的運行限值和條件相一致，并能保證運行限值和條件的貫徹執(zhí)行［7］。運行限值和條件是運行規(guī)程整定值信息的重要內(nèi)容，來源于設計和運行維護要求，按法規(guī)要求需要進行配置管理和動態(tài)跟蹤。整定值的確定作為運行規(guī)程開發(fā)的核心技術(shù)之一，與核電廠安全分析、儀控通道不確定性分析等關鍵技術(shù)緊密相關，應保證規(guī)程整定值信息的管理和控制［8，9］。

在核電廠運行期間，機組運行狀態(tài)的改變可能要求操縱員從當前規(guī)程跳轉(zhuǎn)至另一個規(guī)程去執(zhí)行相關步驟，或要求暫停繼續(xù)執(zhí)行當前規(guī)程，通過參考其他技術(shù)文件來決定下一步應該采取的措施。因此，規(guī)程接口復雜，包括參數(shù)、狀態(tài)、安全相關的各種接口［10］。除了規(guī)程之間的接口，也包括規(guī)程和具體廠址技術(shù)內(nèi)容之間的接口。為了確保核電廠安全運行，應確保規(guī)程跳轉(zhuǎn)和引用的正確和規(guī)范性。

由于核電廠運行規(guī)程文件數(shù)量大且相互關聯(lián)影響，因此規(guī)程開發(fā)任務非常繁重且接口眾多，規(guī)程中使用的大量數(shù)據(jù)往往需要在多份文件中重復引用，一旦由于某些原因 （如設計變更等）造成某類數(shù)據(jù)需要修改時，則需要對大量規(guī)程進行修改升版，修改任務工作量非常大，非常有必要提高規(guī)程開發(fā)的自動化程度。

2　規(guī)程標準化工具的開發(fā)和平臺建立

2.1方案設計

基于需求分析可知，規(guī)程標準化開發(fā)需要實現(xiàn)規(guī)程格式和內(nèi)容的標準化、規(guī)程開發(fā)的自動化、規(guī)程重要技術(shù)信息的控制和管理，設計規(guī)程標準化工具并建立標準化開發(fā)平臺是十分必要的。根據(jù)可行性研究結(jié)果，通過程序設計建立協(xié)同平臺來固化規(guī)程開發(fā)的操作流程；通過功能模塊開發(fā)利用信息化、自動化的手段來解決規(guī)程文件格式、表達不統(tǒng)一導致操縱員閱讀困難、難于理解的問題，以及規(guī)程開發(fā)效率低的問題；通過數(shù)據(jù)庫設計和應用實現(xiàn)規(guī)程數(shù)據(jù)的集成、融合和數(shù)字化的信息管理。最終實踐方案為：應用Word模板技術(shù)開發(fā)規(guī)程標準化模板來實現(xiàn)規(guī)程格式標準化；應用Microsoft SQL Server數(shù)據(jù)庫技術(shù)建立規(guī)程標準化數(shù)據(jù)庫并與模板建立關聯(lián)，以實現(xiàn)規(guī)程內(nèi)容標準化；應用VB編程進行功能模塊的開發(fā)來建立標準化工具；通過軟件集成和界面設計實現(xiàn)面向用戶的規(guī)程標準化開發(fā)平臺的開發(fā)［11～15］。開發(fā)流程如圖2所示。

圖2　規(guī)程標準化軟件的設計開發(fā)流程Fig.2 Flowchart of the software design for procedure standardized development

2.2工具開發(fā)

通過對規(guī)程內(nèi)容標準化的分析來識別重要數(shù)據(jù)項目，根據(jù)數(shù)據(jù)特點進行建模和標準化數(shù)據(jù)庫的設計，基于數(shù)據(jù)庫結(jié)構(gòu)設計進行數(shù)據(jù)采集和數(shù)據(jù)標準化。CAP系列核電廠規(guī)程標準化數(shù)據(jù)庫結(jié)構(gòu)設計中考慮了核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（Structures，Systems，andComponents，簡 稱SSCs）、整定值、文件關聯(lián)、專業(yè)術(shù)語和縮略語等項目，其中對整定值信息建立了關系模型。對核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件信息進行專業(yè) （系統(tǒng)、儀控、土建等）、單位 （常規(guī)島設計院、核島設計院等）劃分，由負責單位和專業(yè)確認并按規(guī)則進行標準化。對整定值信息進行多層級劃分以便于控制，例如，運行整定值按數(shù)值類型劃分為流量 （F）、液位 （L）、溫度 （T）、壓力 （P）、放射性 （R）、過冷度 （S）、時間 （J）、變化率（C）、化學濃度 （B）、中子通量 （N）、負荷/功率 （W）、轉(zhuǎn)速 （Z）、電壓 （Y）、體積 （V）、其他 （Q），按功能類型劃分為停堆整定值、專設安全設施驅(qū)動整定值、正常運行限值、控制和保護運行整定值、儀表可測限值等，同時建立數(shù)據(jù)內(nèi)部邏輯關系，運行整定值信息的主要數(shù)據(jù)結(jié)構(gòu)見表1。而報警整定值由于數(shù)量龐大且系統(tǒng)性強，因此報警整定值獨立于這些運行整定值進行管理，報警整定值信息的主要數(shù)據(jù)結(jié)構(gòu)見表2。

表1　運行整定值數(shù)據(jù)表示例Table 1 Operating setpoints data table

表2　報警整定值數(shù)據(jù)表示例Table 2 Alarm setpoints data table

通過對規(guī)程格式標準化的分析，利用模板技術(shù)固化各類規(guī)程的文檔結(jié)構(gòu)，建立約束條件，設計自動輸入和輸出樣式。在標準化模板中嵌合規(guī)程標準化數(shù)據(jù)庫、功能模塊，使規(guī)程開發(fā)人員在規(guī)程開發(fā)過程中能夠直接進行標準化數(shù)據(jù)的自動查詢、插入、定位和更新，并應用各種功能模塊來簡化重復性、復雜性操作。由于各類規(guī)程結(jié)構(gòu)和內(nèi)容特點不同，規(guī)程標準化工具在設計時考慮了通用功能模塊和特定功能模塊。例如，在各類規(guī)程執(zhí)行過程中，操縱員都必須對核電廠的初始狀態(tài)和操作步驟的完成情況進行確認，并且關注有警告或注意標識的重要信息，因此通用功能模塊中考慮了簽名區(qū)、確認框、警告和注意的自動插入等；由于操縱員在系統(tǒng)運行期間需要對相關核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設備進行狀態(tài)檢查和確認，因此只在執(zhí)行系統(tǒng)運行操作時使用的系統(tǒng)運行規(guī)程中包含大量設備狀態(tài)檢查清單。而在執(zhí)行報警響應操作時使用的報警響應規(guī)程中報警點信息復雜且相互獨立，一個報警點對應一份獨立的子規(guī)程，其結(jié)構(gòu)和內(nèi)容完全不同于其他規(guī)程。因此在特定功能模塊中設計了系統(tǒng)運行規(guī)程設備狀態(tài)檢查表插入功能和報警響應規(guī)程報警點模塊化引用功能等?；谡ㄖ敌畔?shù)據(jù)結(jié)構(gòu)，通用功能模塊中整定值功能模塊設計的E-R圖如圖3所示。

圖3　整定值功能模塊E-R圖Fig.3 E-R figure for setpoints function module design

2.3平臺集成

通過程序設計和代碼實現(xiàn)對規(guī)程標準化工具進行集成，從而建立規(guī)程標準化開發(fā)平臺。通過界面設計確保用戶界面簡潔、易于理解和操作，通過安裝綠化應用程序使平臺的應用簡單快捷。平臺提供了進行各類規(guī)程標準化開發(fā)的入口、在文件開發(fā)過程中查詢并參考相關技術(shù)文件的入口以及幫助開發(fā)人員了解標準化工具應用方法和常見問題解決方法的入口。由于平臺用戶的需求是動態(tài)的，為了持續(xù)改進規(guī)程標準化開發(fā)的流程，平臺支持對規(guī)程標準化工具進行功能擴展。運行規(guī)程標準化開發(fā)平臺的集成邏輯如圖4所示。

圖4　平臺邏輯結(jié)構(gòu)Fig.4 Schematic diagram of platform logical structure

不同專業(yè)組的規(guī)程開發(fā)人員能夠基于平臺應用直接進行各類規(guī)程的開發(fā)，并在開發(fā)過程中應用標準化工具，快速查詢、引用標準化規(guī)程數(shù)據(jù)，自動完成相關內(nèi)容的輸入；而規(guī)程技術(shù)管理人員在后臺對規(guī)程重要技術(shù)信息進行跟蹤和分析，必要時與核電廠設計信息進行交流。由于規(guī)程中標準化內(nèi)容與標準化數(shù)據(jù)庫建立了映射關系，如果設計信息出現(xiàn)更改，能夠通過功能應用快速實現(xiàn)全部運行規(guī)程中指定信息的定位和更新，而后臺整定值信息的管理也能夠充分滿足核安全法規(guī)對運行限值和條件要求。

3　規(guī)程標準化開發(fā)平臺的應用

3.1應用示例

規(guī)程開發(fā)人員在標準化開發(fā)平臺上選擇規(guī)程類別，即可直接進行相應規(guī)程的開發(fā)。例如，選擇系統(tǒng)運行規(guī)程進行化學與容積控制系統(tǒng)運行規(guī)程設備狀態(tài)檢查表的開發(fā)，首先選擇特定功能模塊中的設備狀態(tài)檢查表功能，然后應用設備功能模塊進行設備信息查詢，根據(jù)設備的操作要求 （如是否就地）選擇引用方式，則可按流程自動完成相應內(nèi)容的開發(fā)，無需輸入任何字符或進行格式調(diào)整，也無需參考系統(tǒng)設計文件。通過規(guī)程標準化開發(fā)平臺完成的設備狀態(tài)檢查表內(nèi)容見表3。

表3中自動插入的部件編號、名稱和房間號信息與規(guī)程標準化數(shù)據(jù)庫中的相關信息一致，一旦數(shù)據(jù)庫信息進行了更改，通過點擊數(shù)據(jù)更新功能按鈕即可實現(xiàn)規(guī)程全文相關信息的同步更新。

在完成規(guī)程內(nèi)容開發(fā)的同時，后臺數(shù)據(jù)庫能夠自動記錄所需數(shù)據(jù)實現(xiàn)重要技術(shù)內(nèi)容的跟蹤和分析。例如，選擇總體運行規(guī)程進行GOP -107《電廠升溫 （模式5至正常運行溫度）》規(guī)程的開發(fā)，在規(guī)程正文第4.19步需要跳轉(zhuǎn)到GOP-108《反應堆啟動 （模式3至模式2）》規(guī)程時，通過通用功能模塊中的插入跳轉(zhuǎn)或引用文件功能模塊能夠完成相關內(nèi)容輸入。同時，在后臺標準化數(shù)據(jù)庫系統(tǒng)中自動生成如表4所示的相關文件接口信息數(shù)據(jù)表。

表3　設備狀態(tài)確認檢查表示例Table 3 SSCs alignment checklist

表4　規(guī)程文件接口數(shù)據(jù)表示例Table 4 Data table of operating procedures file interface

3.2應用評估

在CAP系列核電廠運行規(guī)程開發(fā)的實踐中，基于標準化開發(fā)平臺完成的規(guī)程文件在編校審和質(zhì)量檢查中出現(xiàn)的問題數(shù)目明顯減少，規(guī)程開發(fā)人員個人質(zhì)量分析中的綜合指數(shù)降低，項目的規(guī)程開發(fā)周期縮短。根據(jù)示范工程核電廠操縱員對標準化規(guī)程的評審結(jié)果，不同操縱員對規(guī)程的認可度都明顯提高。

基于規(guī)程標準化數(shù)據(jù)庫的應用和管理，能夠通過數(shù)據(jù)挖掘來擴大其應用范圍。例如，整定值數(shù)據(jù)綜合考慮設計和運行要求，在設計參數(shù)和運行數(shù)據(jù)的動態(tài)融合技術(shù)方面進行深入研究將對核電廠運行裕量的管理和研究有積極意義。此外，由于計算機化規(guī)程系統(tǒng)開發(fā)需要規(guī)程文件作為輸入，通過對規(guī)程標準化工具和計算機化規(guī)程系統(tǒng)組態(tài)工具的接口進行研究，一旦建立連接，可優(yōu)化計算機化規(guī)程系統(tǒng)的開發(fā)過程，從而進一步保障主控室操縱員的響應效率和準確性。

4　結(jié)論

規(guī)程標準化工具和平臺的開發(fā)和應用能夠滿足核電廠運行規(guī)程標準化開發(fā)的要求，確保規(guī)程格式和內(nèi)容標準化，提高開發(fā)效率，實現(xiàn)重要規(guī)程信息的控制和管理。通過對運行規(guī)程標準化開發(fā)進行更深入的分析和研究，可以持續(xù)完善標準化工具和平臺，提升規(guī)程分析技術(shù)并優(yōu)化規(guī)程開發(fā)路徑，從而進一步保障核電廠的運行安全。規(guī)程標準化工具和計算機化規(guī)程系統(tǒng)組態(tài)工具的接口、規(guī)程整定值信息的維護和應用方法也需要進一步研究，以更好地支持數(shù)字化核電廠的設計。

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Research on Operating Procedures Standardized Development for Nuclear Power Plants

SHI Jin，XUE Shanhu
（Shanghai Nuclear Engineering&Research Institute，Shanghai 200233，China）

While operating procedures documentations are complex and are very important to safe operation of nuclear power plants，the development of operating procedures standardizations are required to ensure the correctness and standardization of procedures.Based on the framework analysis of operating procedures for CAP series advanced passive plants，the functional requirements of procedures standardization development are analyzed.Through programming and code implementation，some tools for procedures standardized development are designed and established，as well as a software platform.The operating procedures developers are able to establish standardized operating procedures through the platform.Meanwhile the important technical contents are informationized.The specific practices show that this platform supports operating procedure standardization efficiently，and meets the regulatory requirements for operating limits and conditions.It also benefits the human errors reduction for operators from the start of operating procedures design，which is meaningful to enhance the operational safety of nuclear power plants.

operating procedures；standardization；operational safety；platform development

TL 364.1

A

1672-5360（2016）03-0089-06

2016-07-27

2016-08-24

CAP 1400關鍵設計技術(shù)研究，項目編號 2011ZX06002-001

施錦 （1987—），女，湖北鄂州人，工程師/碩士研究生，核能與核技術(shù)工程，現(xiàn)主要從事運行規(guī)程開發(fā)和管理工作

施錦，E-mail：shijin@snerdi.com.cn